ณ ปี 2026 โรงไฟฟ้า FBR ขนาดใหญ่ทั้งหมด เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบเร็วโลหะเหลวระบายความร้อนด้วยโซเดียม (LMFBR) ซึ่งมีรูปแบบการออกแบบอย่างใดอย่างหนึ่งดังต่อไปนี้: ^{[ 1 ] : 43}

• เป็นแบบ วงจรปิดซึ่งสารหล่อเย็นหลักจะหมุนเวียนผ่านเครื่องแลกเปลี่ยนความร้อนหลักที่อยู่นอกถังปฏิกรณ์ (แต่ภายในเกราะป้องกันทางชีวภาพเนื่องจากมีโซเดียม²⁴กัมมันตรังสีในสารหล่อเย็นหลัก)
• แบบ พูลซึ่งเครื่องแลกเปลี่ยนความร้อนหลักและปั๊มจะจุ่มอยู่ในถังปฏิกรณ์

ณ ปี 2017มีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบผลิตเชื้อเพลิงได้เพียงสองเครื่องที่ยังคงใช้งานเชิงพาณิชย์อยู่เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ BN -600ขนาด 560 เมกะวัตต์ และเครื่องปฏิกรณ์ BN-800ขนาด 880 เมกะวัตต์ ทั้งสองเป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบระบายความร้อนด้วยโซเดียมของรัสเซีย การออกแบบใช้โลหะเหลวเป็นสารหล่อเย็นหลัก เพื่อถ่ายเทความร้อนจากแกนกลางไปยังไอน้ำที่ใช้ในการขับเคลื่อนกังหันผลิตกระแสไฟฟ้า มีการสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบเร็ว (FBR) ที่ระบายความร้อนด้วยโลหะเหลวชนิดอื่นที่ไม่ใช่โซเดียม เครื่องปฏิกรณ์ FBR รุ่นแรกๆ เช่นClementine ใช้ปรอทนอกจาก นี้ยังมีการสร้าง เครื่องปฏิกรณ์แบบเร็วที่ระบายความร้อน ด้วยตะกั่ว รวมถึงเครื่องปฏิกรณ์ทดลองอื่นๆ ที่ใช้ตะกั่ว-บิสมัท ยูเทคติก ดีบุกหลอมเหลวหรือNaK ซึ่งเป็นโลหะผสมโซเดียม-โพแทสเซียมปรอทและ NaK มีข้อดีคือเป็นของเหลวที่อุณหภูมิห้อง ซึ่งสะดวกสำหรับอุปกรณ์ทดลอง แต่มีความสำคัญน้อยกว่าสำหรับโรงไฟฟ้าขนาดนำร่องหรือขนาดเต็มรูปแบบ เนื่องจากความเป็นพิษทางเคมีและต้นทุนทำให้เป็นตัวเลือกที่ไม่น่าสนใจนักเครื่องปฏิกรณ์เร็วระบายความร้อนด้วยตะกั่วรวมถึงเครื่องปฏิกรณ์ที่ใช้ตะกั่ว-บิสมัทแบบยูเทคติก มี การใช้งานอย่างแพร่หลายในสหภาพโซเวียต โดยตะกั่ว เหลว ถูกนำมาใช้ในเครื่องปฏิกรณ์ BRESTและตะกั่ว-บิสมัทแบบยูเทคติกมีประวัติการใช้งานที่ไม่ราบรื่นนักในฐานะสารหล่อเย็นใน เครื่องปฏิกรณ์ OK-550และBM-40A ของเรือดำน้ำชั้น Alfa ^{[ 3 ]}รวมถึงเครื่องปฏิกรณ์ SVBR-100 ^{[ 4 ]}

สามใน ประเภท เครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 4 ที่เสนอ คือ FBR: ^{[ 5 ]}

• เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบเร็วระบายความร้อนด้วยแก๊สโดยใช้ฮีเลียม เป็น ตัว ระบายความร้อน
• เครื่องปฏิกรณ์เร็วระบายความร้อนด้วยโซเดียมโดยอิงตามแบบจำลอง LMFBR และเครื่องปฏิกรณ์เร็วแบบบูรณาการที่ มีอยู่เดิม
• เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบเร็วระบายความร้อนด้วยตะกั่วโดยอิงจากหน่วยขับเคลื่อนของเรือรบโซเวียต

ฟลูอิดไดออกไซด์ (FBR) จะใช้ แกน เชื้อเพลิงออกไซด์ผสม ที่มี พลูโทเนียมไดออกไซด์ ( PuO2 ) ไม่เกิน 20% และ ยูเรเนียมไดออกไซด์ ( UO2 ) อย่างน้อย 80% อีกทางเลือกหนึ่งคือโลหะผสมซึ่งโดยทั่วไปจะเป็นส่วนผสมของยูเรเนียม พลูโทเนียม และเซอร์โคเนียม (ใช้เพราะ "โปร่งใส" ต่ออนุภาคนิวตรอน) นอกจาก ยังสามารถใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ เพียงอย่างเดียวได้

การออกแบบเตาปฏิกรณ์ นิวเคลียร์แบบ FBRหลายแบบใช้ท่อบรรจุยูเรเนียม-238 ที่ไม่สามารถเกิดปฏิกิริยาฟิสชันได้ ห่อหุ้มแกนปฏิกรณ์ไว้ โดยยูเรเนียม-238 จะจับนิวตรอนเร็วจากปฏิกิริยาในแกนปฏิกรณ์และเปลี่ยนเป็นพลูโทเนียม-239ที่สามารถเกิดปฏิกิริยาฟิสชันได้ (เช่นเดียวกับยูเรเนียมบางส่วนในแกนปฏิกรณ์) จากนั้นจึงนำไปแปรรูปและใช้เป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ การออกแบบ FBR อื่นๆ อาศัยรูปทรงเรขาคณิตของเชื้อเพลิง (ซึ่งประกอบด้วยยูเรเนียม-238 ด้วย) ที่จัดเรียงเพื่อให้สามารถจับนิวตรอนเร็วได้เพียงพอ ค่าหน้าตัดการแตกตัวของพลูโทเนียม-239 (หรือยูเรเนียม-235 ที่สามารถเกิดปฏิกิริยาฟิส ชันได้) ในสเปกตรัมเร็วจะมีค่าน้อยกว่าในสเปกตรัมความร้อน เช่นเดียวกับอัตราส่วนระหว่าง ค่าหน้าตัดการแตกตัวของ ^239Pu / ^235Uและค่า หน้าตัดการดูดซับของ ^238Uซึ่งจะเพิ่มความเข้มข้นของ^239Pu / ^235Uที่จำเป็นต่อการเกิดปฏิกิริยาลูกโซ่รวมถึงอัตราส่วนของการผลิตเชื้อเพลิงต่อการแตกตัวด้วย^{[ 6 ]} ในทางกลับกัน เครื่องปฏิกรณ์เร็วไม่จำเป็นต้องใช้ตัวหน่วงเพื่อชะลอความเร็วของนิวตรอนเลย โดยใช้ประโยชน์จากนิวตรอนเร็วที่ผลิตนิวตรอนจำนวนมากกว่านิวตรอนช้าต่อการแตกตัว ด้วยเหตุนี้น้ำ เหลวธรรมดา ซึ่งเป็นทั้งตัวหน่วงและตัวดูดซับนิวตรอนจึงเป็นสารหล่อเย็นหลักที่ไม่พึงประสงค์สำหรับเครื่องปฏิกรณ์เร็ว เนื่องจากต้องใช้น้ำปริมาณมากในแกนกลางเพื่อระบายความร้อนให้กับเครื่องปฏิกรณ์ ผลผลิตของนิวตรอนและดังนั้นการผลิต²³⁹ Pu จึงได้รับผลกระทบอย่างมาก มีการทำงานเชิงทฤษฎีเกี่ยวกับเครื่องปฏิกรณ์น้ำที่มีการหน่วงลดลงซึ่งอาจมีสเปกตรัมที่เร็วเพียงพอที่จะให้อัตราส่วนการผลิตเชื้อเพลิงสูงกว่า 1 เล็กน้อย ซึ่งอาจส่งผลให้กำลังลดลงจนยอมรับไม่ได้และมีต้นทุนสูงในเครื่องปฏิกรณ์ที่ระบายความร้อนด้วยน้ำเหลว แต่สารหล่อเย็นน้ำยิ่งยวดของเครื่องปฏิกรณ์น้ำยิ่งยวด (SCWR) มีความจุความร้อนเพียงพอที่จะระบายความร้อนได้อย่างเหมาะสมโดยใช้น้ำน้อยลง ทำให้เครื่องปฏิกรณ์ระบายความร้อนด้วยน้ำที่มีสเปกตรัมเร็วเป็นไปได้ในทางปฏิบัติ^{[ 7 ]}

ชนิดของสารหล่อเย็น อุณหภูมิ และสเปกตรัมของนิวตรอนเร็ว ทำให้วัสดุหุ้มเชื้อเพลิง (โดยปกติจะเป็นเหล็กกล้าไร้สนิมออสเทนิติกหรือเหล็กกล้าเฟอร์ริติก-มาร์เทนซิติก) อยู่ภายใต้สภาวะที่รุนแรง ความเข้าใจเกี่ยวกับความเสียหายจากรังสี ปฏิสัมพันธ์ของสารหล่อเย็น ความเครียด และอุณหภูมิเป็นสิ่งจำเป็นสำหรับการทำงานที่ปลอดภัยของแกนเครื่องปฏิกรณ์ใดๆ วัสดุทั้งหมดที่ใช้ในเครื่องปฏิกรณ์เร็วที่ระบายความร้อนด้วยโซเดียมจนถึงปัจจุบันมีข้อจำกัดที่ทราบแล้ว^{[ 8 ]} เหล็กกล้า ผสมเสริมความแข็งแรงด้วยการกระจายตัวของออกไซด์ถือเป็นวัสดุหุ้มเชื้อเพลิงที่ทนต่อรังสีในระยะยาวซึ่งสามารถเอาชนะข้อบกพร่องของตัวเลือกวัสดุในปัจจุบันได้

เครื่องปฏิกรณ์เร็วอื่นๆ

เครื่องปฏิกรณ์เร็วเครื่องแรกที่สร้างและใช้งานคือเครื่องปฏิกรณ์พลูโทเนียมเร็วลอสอะลามอส (" Clementine ") ในลอสอะลามอส รัฐนิวเม็กซิโก^{[ 16 ]} Clementine ใช้เชื้อเพลิงเป็นพลูโทเนียมเฟสเดลต้าที่เสถียรด้วย Ga และระบายความร้อนด้วยปรอท มี 'หน้าต่าง' ของ Th-232 เพื่อเตรียมพร้อมสำหรับการทดลองเพาะพันธุ์ แต่ไม่มีรายงานใด ๆ เกี่ยวกับคุณลักษณะนี้

เครื่องปฏิกรณ์เร็วอีกแบบหนึ่งที่ถูกเสนอคือเครื่องปฏิกรณ์เกลือหลอมเหลว แบบเร็ว ซึ่งคุณสมบัติในการควบคุมความเร็วของเกลือหลอมเหลวนั้นไม่มีนัยสำคัญ โดยทั่วไปแล้วจะทำได้โดยการแทนที่ฟลูออไรด์ของโลหะเบา (เช่น LiF, ) ในตัวพาเกลือด้วยคลอไรด์ของโลหะหนักกว่า (เช่น KCl, RbCl, ZrCl₄

มีการสร้างเครื่องปฏิกรณ์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็ว (FBR) ต้นแบบหลายเครื่อง โดยมีกำลังไฟฟ้าตั้งแต่เทียบเท่าหลอดไฟไม่กี่ดวง ( EBR-I , 1951) ไปจนถึงมากกว่า 1,000 เมกะวัตต์ณ ปี 2006 เทคโนโลยีนี้ยังไม่สามารถแข่งขันทางเศรษฐกิจกับเทคโนโลยีเครื่องปฏิกรณ์ความร้อนได้ แต่ประเทศอินเดียญี่ปุ่น จีน เกาหลีใต้ และรัสเซีย ต่างก็ทุ่มงบประมาณวิจัยจำนวนมากเพื่อพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็วต่อไป โดยคาดการณ์ว่าราคายูเรเนียมที่สูงขึ้นจะเปลี่ยนแปลงสิ่งนี้ในระยะยาว ในทางตรงกันข้าม เยอรมนีได้ละทิ้งเทคโนโลยีนี้เนื่องจากความกังวลด้านความปลอดภัย เครื่องปฏิกรณ์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็ว SNR-300สร้างเสร็จหลังจาก 19 ปี แม้จะมีค่าใช้จ่ายเกินงบประมาณรวมทั้งสิ้น3.6 พันล้าน ยูโรแต่สุดท้ายก็ถูกละทิ้ง^{[ 17 ]}  

เครื่องปฏิกรณ์น้ำหนักเบาขั้นสูงเป็นหนึ่งในการใช้งานทอเรียมขนาดใหญ่ที่เสนอไว้ไม่กี่อย่าง^{[ 18 ]}อินเดียกำลังพัฒนาเทคโนโลยีนี้ โดยได้รับแรงจูงใจจากปริมาณสำรองทอเรียมจำนวนมาก เกือบหนึ่งในสามของปริมาณสำรองทอเรียมทั่วโลกอยู่ในอินเดีย ซึ่งขาดแคลนปริมาณสำรองยูเรเนียมจำนวนมาก

แกนที่สามและแกนสุดท้ายของ เครื่องปฏิกรณ์ พลังงานปรมาณู Shippingportขนาด 60  MWe เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเบาที่ใช้ธอร์เรียมเป็นเชื้อเพลิง ซึ่งเริ่มดำเนินการในปี 1977 ^{[ 19 ]}โดยใช้เม็ดเชื้อเพลิงที่ทำจากธอร์เรียมไดออกไซด์และยูเรเนียม-233 ออกไซด์ ในตอนแรก ปริมาณ U-233 ในเม็ดเชื้อเพลิงอยู่ที่ 5–6% ในบริเวณแกนกลาง 1.5–3% ในบริเวณแผ่นหุ้ม และไม่มีในบริเวณตัวสะท้อนแสง เครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่ 236  MWt สร้างพลังงาน 60  MWe และในที่สุดก็ผลิตกระแสไฟฟ้าได้มากกว่า 2.1 พันล้านกิโลวัตต์ชั่วโมง หลังจากห้าปี แกนกลางถูกนำออกและพบว่ามีวัสดุฟิสไซล์มากกว่าตอนติดตั้งเกือบ 1.4% ซึ่งแสดงให้เห็นว่ามีการสร้างเชื้อเพลิงจากธอร์เรียมเกิดขึ้น^{[ 20 ] [ 21 ]}

เครื่องปฏิกรณ์ทอเรียมฟลูออไรด์เหลวยังได้รับการวางแผนให้เป็นเครื่องผลิตความร้อนทอเรียมอีกด้วย เครื่องปฏิกรณ์ฟลูออไรด์เหลวอาจมีคุณสมบัติที่น่าสนใจ เช่น ความปลอดภัยโดยธรรมชาติ ไม่จำเป็นต้องผลิตแท่งเชื้อเพลิง และอาจมีการแปรรูปเชื้อเพลิงเหลวที่ง่ายกว่า แนวคิดนี้ได้รับการศึกษาครั้งแรกที่การทดลองเครื่องปฏิกรณ์เกลือหลอมเหลว ของ ห้องปฏิบัติการแห่งชาติโอ๊คริดจ์ ในช่วงทศวรรษ 1960 ตั้งแต่ปี 2012 เป็นต้นมา แนวคิดนี้ได้กลายเป็นที่สนใจอีกครั้งทั่วโลก^{[ 22 ]}

โดยทั่วไปแล้ว เชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วมีส่วนประกอบหลักสามส่วน ส่วนแรกคือผลิตภัณฑ์จากการแตกตัวของนิวเคลียสซึ่งเป็นเศษชิ้นส่วนที่เหลือจากอะตอมของเชื้อเพลิงหลังจากที่ถูกแยกออกเพื่อปลดปล่อยพลังงาน ผลิตภัณฑ์จากการแตกตัวของนิวเคลียสประกอบด้วยธาตุหลายสิบชนิดและไอโซโทปหลายร้อยชนิด ซึ่งทั้งหมดมีน้ำหนักเบากว่ายูเรเนียม ส่วนประกอบหลักส่วนที่สองของเชื้อเพลิงใช้แล้วคือ ธาตุทรานส์ยูเรเนียม (อะตอมที่หนักกว่ายูเรเนียม) ซึ่งเกิดจากยูเรเนียมหรืออะตอมที่หนักกว่าในเชื้อเพลิงเมื่อพวกมันดูดซับนิวตรอนแต่ไม่เกิดการแตกตัวของนิวเคลียส ไอโซโทปของธาตุทรานส์ยูเรเนียมทั้งหมดอยู่ในอนุกรมแอกทิไนด์ในตารางธาตุดังนั้นจึงมักเรียกกันว่าแอกทิไนด์ ส่วนประกอบที่ใหญ่ที่สุดคือยูเรเนียมที่เหลืออยู่ ซึ่งประกอบด้วยยูเรเนียม-238 ประมาณ 98.25% ยูเรเนียม-235 ประมาณ 1.1% และยูเรเนียม-236 ประมาณ 0.65% ยูเรเนียม-236 เกิดจากปฏิกิริยาการจับนิวตรอนแบบไม่เกิดฟิชชัน โดยที่ยูเรเนียม-235 ดูดซับนิวตรอนแต่ปล่อยรังสีแกมมา พลังงานสูงออกมา แทนที่จะเกิดฟิชชัน

พฤติกรรมทางกายภาพของผลิตภัณฑ์ฟิสชันนั้นแตกต่างจากแอคติไนด์อย่างเห็นได้ชัด โดยเฉพาะอย่างยิ่ง ผลิตภัณฑ์ฟิสชันจะไม่เกิดการฟิสชัน ดังนั้นจึงไม่สามารถใช้เป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ได้ อันที่จริง เนื่องจากผลิตภัณฑ์ฟิสชันมักเป็นพิษต่อนิวตรอน (ดูดซับนิวตรอนที่สามารถใช้ในการรักษาปฏิกิริยาลูกโซ่) ผลิตภัณฑ์ฟิสชันจึงถูกมองว่าเป็น 'เถ้า' นิวเคลียร์ที่เหลือจากการบริโภควัสดุฟิสไซล์ นอกจากนี้ มีเพียง ไอโซโทป ของผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่มีอายุยืนยาว เจ็ดชนิดเท่านั้น ที่มีครึ่งชีวิตนานกว่าหนึ่งร้อยปี ซึ่งทำให้การจัดเก็บหรือการกำจัดในทางธรณีวิทยาไม่ยุ่งยากเท่ากับวัสดุทรานส์ยูเรเนียม^{[ 31 ]}

ด้วยความกังวลที่เพิ่มขึ้นเกี่ยวกับกากกัมมันตรังสี วงจรการผลิตเชื้อเพลิงใหม่จึงได้รับความสนใจอีกครั้ง เนื่องจากสามารถลดกากกัมมันตรังสีแอคติไนด์ โดยเฉพาะพลูโทเนียมและแอคติไนด์รอง^{[ 32 ]}เครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่ได้รับการออกแบบมาเพื่อแยกกากกัมมันตรังสีแอคติไนด์เป็นเชื้อเพลิง และแปลงให้เป็นผลิตภัณฑ์ฟิสชันเพิ่มเติม หลังจากที่นำเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วออกจากเครื่องปฏิกรณ์น้ำเบาแล้ว มันจะผ่านกระบวนการสลายตัวที่ซับซ้อน เนื่องจากนิวไคลด์แต่ละชนิดสลายตัวในอัตราที่แตกต่างกัน มีช่องว่างขนาดใหญ่ในครึ่งชีวิตของการสลายตัวของผลิตภัณฑ์ฟิสชันเมื่อเทียบกับไอโซโทปทรานส์ยูเรเนียม หากปล่อยให้ทรานส์ยูเรเนียมอยู่ในเชื้อเพลิงใช้แล้ว หลังจาก 1,000 ถึง 100,000 ปี การสลายตัวอย่างช้าๆ ของทรานส์ยูเรเนียมเหล่านี้จะสร้างกัมมันตภาพรังสีส่วนใหญ่ในเชื้อเพลิงใช้แล้วนั้น ดังนั้น การนำทรานส์ยูเรเนียมออกจากกากจึงช่วยลดกัมมันตภาพรังสีในระยะยาวของเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วได้มาก^{[ 33 ]}

เครื่องปฏิกรณ์น้ำเบาเชิงพาณิชย์ในปัจจุบันผลิตวัสดุฟิสไซล์ใหม่บางส่วน ส่วนใหญ่อยู่ในรูปของพลูโทเนียม เนื่องจากเครื่องปฏิกรณ์เชิงพาณิชย์ไม่ได้ถูกออกแบบมาให้เป็นเครื่องผลิตเชื้อเพลิง จึงไม่สามารถแปลงยูเรเนียม-238 ให้เป็นพลูโทเนียมได้มากพอที่จะทดแทนยูเรเนียม-235 ที่ถูกใช้ไป อย่างไรก็ตาม พลังงานอย่างน้อยหนึ่งในสามที่ผลิตโดยเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์เชิงพาณิชย์มาจากการแตกตัวของพลูโทเนียมที่เกิดขึ้นภายในเชื้อเพลิง^{[ 34 ]}แม้จะมีการใช้พลูโทเนียมในระดับนี้ เครื่องปฏิกรณ์น้ำเบาก็ใช้พลูโทเนียมและแอคติไนด์รองที่ผลิตได้เพียงบางส่วนเท่านั้น และไอโซโทปของพลูโทเนียม ที่ไม่สามารถแตกตัวได้ จะสะสมขึ้น พร้อมกับแอคติไนด์รองอื่นๆ ในปริมาณมาก^{[ 35 ]}

วงจรเชื้อเพลิงแบบผลิตซ้ำได้รับความสนใจอีกครั้งเนื่องจากศักยภาพในการลดของเสียจากแอคติไนด์ โดยเฉพาะไอโซโทปต่างๆ ของพลูโทเนียมและแอคติไนด์รอง (เนปทูเนียม อเมริเซียม คูเรียม ฯลฯ) ^{[ 32 ]}เนื่องจากเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตซ้ำในวงจรเชื้อเพลิงแบบปิดจะใช้ไอโซโทปของแอคติไนด์เหล่านี้เกือบทั้งหมดที่ป้อนเข้าไปเป็นเชื้อเพลิง ความต้องการเชื้อเพลิงจึงลดลงประมาณ 100 เท่า ปริมาณของเสียที่เกิดขึ้นก็จะลดลงประมาณ 100 เท่าเช่นกัน แม้ว่าปริมาณของเสียจากเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตซ้ำ จะลดลงอย่างมาก แต่ กัมมันตภาพของของเสียก็ยังคงใกล้เคียงกับที่ผลิตโดยเครื่องปฏิกรณ์น้ำเบา^{[ 36 ]}

ของเสียจากเครื่องปฏิกรณ์แบบเพาะพันธุ์มีพฤติกรรมการสลายตัวที่แตกต่างกันเนื่องจากประกอบด้วยวัสดุที่แตกต่างกัน ของเสียจากเครื่องปฏิกรณ์แบบเพาะพันธุ์ส่วนใหญ่เป็นผลิตภัณฑ์ฟิสชัน ในขณะที่ของเสียจากเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเบาส่วนใหญ่เป็นไอโซโทปยูเรเนียมที่ไม่ได้ใช้และทรานส์ยูเรเนียมจำนวนมาก หลังจากที่เชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วถูกนำออกจากเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเบาเป็นเวลานานกว่า 100,000 ปี ทรานส์ยูเรเนียมจะเป็นแหล่งกำเนิดกัมมันตภาพรังสีหลัก การกำจัดทรานส์ยูเรเนียมจะช่วยกำจัดกัมมันตภาพรังสีระยะยาวจากเชื้อเพลิงใช้แล้วได้มาก^{[ 33 ]}

โดยหลักการแล้ว วงจรเชื้อเพลิงแบบเพาะพันธุ์สามารถรีไซเคิลและบริโภคแอคติไนด์ทั้งหมดได้^{[ 23 ]}เหลือไว้เพียงผลิตภัณฑ์ฟิสชันเท่านั้น ดังที่กราฟในส่วนนี้แสดงให้เห็น ผลิตภัณฑ์ฟิสชันมี "ช่องว่าง" ที่แปลกประหลาดในครึ่งชีวิตโดยรวม กล่าวคือไม่มีผลิตภัณฑ์ฟิสชันใดที่มีครึ่งชีวิตระหว่าง 91 ถึง 200,000 ปี ผลจากความผิดปกติทางกายภาพนี้ หลังจากเก็บรักษาไว้หลายร้อยปี กิจกรรมของกากกัมมันตรังสีจาก FBR จะลดลงอย่างรวดเร็วไปสู่ระดับต่ำของผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่มีอายุยืนยาวอย่างไรก็ตาม เพื่อให้ได้ประโยชน์นี้ จำเป็นต้องมีการแยกทรานส์ยูเรเนียมออกจากเชื้อเพลิงใช้แล้วอย่างมีประสิทธิภาพสูง หาก วิธี การแปรรูปเชื้อเพลิงที่ใช้ทำให้ทรานส์ยูเรเนียมส่วนใหญ่ยังคงอยู่ในกระแสของเสียขั้นสุดท้าย ข้อได้เปรียบนี้จะลดลงอย่างมาก^{[ 13 ]}

นิวตรอนเร็วของ FBR สามารถทำให้เกิดการแตกตัวของนิวเคลียสแอคติไนด์ที่มีจำนวนโปรตอนและนิวตรอนเป็นเลขคู่ได้ นิวเคลียสดังกล่าวมักจะขาดเรโซแนนซ์ "นิวตรอนความร้อน" ความเร็วต่ำ ของเชื้อเพลิงฟิสไซล์ที่ใช้ใน LWR ^{[ 37 ]}วงจรเชื้อเพลิงทอเรียมโดยธรรมชาติจะผลิตแอคติไนด์หนักในระดับที่ต่ำกว่า วัสดุที่อุดมสมบูรณ์ในวงจรเชื้อเพลิงทอเรียมมีน้ำหนักอะตอม 232 ในขณะที่วัสดุที่อุดมสมบูรณ์ในวงจรเชื้อเพลิงยูเรเนียมมีน้ำหนักอะตอม 238 ความแตกต่างของมวลนี้หมายความว่าทอเรียม-232 ต้องการเหตุการณ์การจับนิวตรอนเพิ่มอีกหกครั้งต่อนิวเคลียสก่อนที่จะสามารถผลิตธาตุทรานส์ยูเรเนียมได้ นอกเหนือจากความแตกต่างของมวลอย่างง่ายนี้แล้ว เครื่องปฏิกรณ์ยังมีโอกาสสองครั้งในการแตกตัวของนิวเคลียสเมื่อมวลเพิ่มขึ้น: ครั้งแรกเป็นนิวเคลียสเชื้อเพลิงที่มีประสิทธิภาพ U233 และเมื่อมันดูดซับนิวตรอนอีกสองตัว อีกครั้งเป็นนิวเคลียสเชื้อเพลิง U235 ^{[ 38 ] [ 39 ]}

เครื่องปฏิกรณ์ที่มีจุดประสงค์หลักในการทำลายแอคติไนด์มากกว่าการเพิ่มปริมาณเชื้อเพลิงฟิสไซล์บางครั้งเรียกว่าเครื่องปฏิกรณ์แบบเผาไหม้ทั้งการผลิตและการเผาไหม้ขึ้นอยู่กับเศรษฐกิจนิวตรอนที่ดี และการออกแบบหลายแบบสามารถทำได้ทั้งสองอย่าง การออกแบบการผลิตจะล้อมรอบแกนกลางด้วยผ้าห่มการผลิตที่ทำจากวัสดุที่อุดมสมบูรณ์ เครื่องเผาไหม้ของเสียจะล้อมรอบแกนกลางด้วยของเสียที่ไม่ก่อให้เกิดผลผลิตเพื่อทำลาย การออกแบบบางแบบเพิ่มตัวสะท้อนหรือตัวดูดซับนิวตรอน^{[ 6 ]}

การวัดประสิทธิภาพของเครื่องปฏิกรณ์อย่างหนึ่งคือ "อัตราส่วนการแปลง" ซึ่งกำหนดเป็นอัตราส่วนของอะตอมฟิสไซล์ใหม่ที่ผลิตได้ต่ออะตอมฟิสไซล์ที่ถูกใช้ไป เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่เสนอทั้งหมด ยกเว้นเครื่องเผาไหม้แอคติไนด์ที่ออกแบบและใช้งานเป็นพิเศษ^{[ 6 ]}จะมีการแปลงในระดับหนึ่ง ตราบใดที่มีวัสดุที่อุดมสมบูรณ์อยู่ภายในฟลักซ์นิวตรอนของเครื่องปฏิกรณ์ วัสดุฟิสไซล์ใหม่จะถูกสร้างขึ้นเสมอ เมื่ออัตราส่วนการแปลงมากกว่า 1 มักจะเรียกว่า "อัตราส่วนการผลิต"

ตัวอย่างเช่น เครื่องปฏิกรณ์น้ำเบาที่ใช้กันทั่วไปมีอัตราส่วนการแปลงประมาณ 0.6 เครื่องปฏิกรณ์น้ำหนักความดันที่ใช้ยูเรเนียมธรรมชาติมีอัตราส่วนการแปลง 0.8 ^{[ 42 ]}ในเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิง อัตราส่วนการแปลงจะสูงกว่า 1 "จุดคุ้มทุน" จะเกิดขึ้นเมื่ออัตราส่วนการแปลงถึง 1.0 และเครื่องปฏิกรณ์ผลิตวัสดุฟิสไซล์ได้มากเท่ากับที่ใช้

เวลา ที่ใช้ในการเพิ่มปริมาณ เชื้อเพลิงเป็นสองเท่าคือ ระยะเวลาที่เครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่จะต้องใช้ในการผลิตวัสดุฟิสไซล์ใหม่ให้เพียงพอเพื่อทดแทนเชื้อเพลิงเดิม และยังต้องผลิตเชื้อเพลิงในปริมาณที่เทียบเท่ากันสำหรับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์อีกเครื่องหนึ่งด้วย ในช่วงแรกๆ ของการพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่นั้น เวลาดังกล่าวถือเป็นมาตรวัดที่สำคัญอย่างหนึ่งของประสิทธิภาพการทำงาน เนื่องจากยูเรเนียมยังถือว่าหายาก อย่างไรก็ตาม เนื่องจากยูเรเนียมมีมากกว่าที่คิดไว้ในช่วงแรกของการพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ และเมื่อพิจารณาจากปริมาณพลูโทเนียมที่มีอยู่ในเชื้อเพลิงใช้แล้วของเครื่องปฏิกรณ์ เวลาที่ใช้ในการเพิ่มปริมาณเชื้อเพลิงเป็นสองเท่าจึงกลายเป็นมาตรวัดที่มีความสำคัญน้อยลงในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่ในปัจจุบัน^{[ 43 ] [ 44 ]}

" การเผาไหม้ " เป็นการวัดปริมาณพลังงานที่ถูกสกัดจากมวลโลหะหนักที่กำหนดในเชื้อเพลิง ซึ่งมักแสดง (สำหรับเครื่องปฏิกรณ์พลังงาน) ในหน่วยกิกะวัตต์-วันต่อตันของโลหะหนัก การเผาไหม้เป็นปัจจัยสำคัญในการกำหนดประเภทและความอุดมสมบูรณ์ของไอโซโทปที่ผลิตโดยเครื่องปฏิกรณ์ฟิชชัน เครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่ได้รับการออกแบบให้มีการเผาไหม้สูงกว่าเครื่องปฏิกรณ์แบบดั้งเดิม เนื่องจากเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่ผลิตของเสียในรูปของผลิตภัณฑ์ฟิชชันมากกว่า ในขณะที่แอคติไนด์ส่วนใหญ่หรือทั้งหมดมีจุดประสงค์เพื่อฟิชชันและถูกทำลาย^{[ 45 ]}

ในอดีต การพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์แบบเพาะพันธุ์มุ่งเน้นไปที่เครื่องปฏิกรณ์ที่มีอัตราส่วนการเพาะพันธุ์ต่ำ ตั้งแต่ 1.01 สำหรับเครื่องปฏิกรณ์ Shippingport ^{[ 46 ] [ 47 ]}ที่ใช้เชื้อเพลิงทอเรียมและระบายความร้อนด้วยน้ำเบาแบบดั้งเดิม ไปจนถึงมากกว่า 1.2 สำหรับเครื่องปฏิกรณ์ระบายความร้อนด้วยโลหะเหลวBN-350 ของโซเวียต ^{[ 48 ]}แบบจำลองทางทฤษฎีของเครื่องปฏิกรณ์แบบเพาะพันธุ์ที่มีสารหล่อเย็นโซเดียมเหลวไหลผ่านท่อภายในองค์ประกอบเชื้อเพลิง ("โครงสร้างแบบท่อในเปลือก") ชี้ให้เห็นว่าอัตราส่วนการเพาะพันธุ์อย่างน้อย 1.8 เป็นไปได้ในระดับอุตสาหกรรม^{[ 49 ]}เครื่องปฏิกรณ์ทดสอบ BR-1 ของโซเวียตบรรลุอัตราส่วนการเพาะพันธุ์ 2.5 ภายใต้เงื่อนไขที่ไม่ใช่เชิงพาณิชย์^{[ 50 ]}

การแตกตัวของเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ในเครื่องปฏิกรณ์ใดๆ ย่อมก่อให้เกิดผลิตภัณฑ์ฟิสชัน ที่ดูดซับนิวตรอนอย่างหลีกเลี่ยงไม่ได้ วัสดุที่อุดมสมบูรณ์จากเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่จะต้องได้รับการแปรรูปใหม่เพื่อกำจัดสารพิษนิวตรอน เหล่านั้น ขั้นตอนนี้จำเป็นเพื่อให้สามารถใช้ประโยชน์จากความสามารถในการผลิตเชื้อเพลิงได้มากเท่าหรือมากกว่าที่ใช้ไปอย่างเต็มที่ การแปรรูปใหม่ทั้งหมดอาจก่อให้เกิด ความกังวลเกี่ยวกับ การ แพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์ เนื่องจากสามารถสกัดวัสดุที่ใช้ในการผลิตอาวุธจากเชื้อเพลิงใช้แล้วได้^{[ 51 ]}เทคนิคการแปรรูปใหม่ที่พบได้บ่อยที่สุดคือPUREXซึ่งเป็นสิ่งที่น่ากังวลเป็นพิเศษ เนื่องจากได้รับการออกแบบมาโดยเฉพาะเพื่อแยกพลูโทเนียม ข้อเสนอในช่วงแรกสำหรับวงจรเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่ก่อให้เกิดความกังวลเกี่ยวกับการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์มากยิ่งขึ้น เพราะจะใช้ PUREX ในการแยกพลูโทเนียมในรูปแบบไอโซโทปที่น่าสนใจอย่างยิ่งสำหรับการใช้ในอาวุธนิวเคลียร์^{[ 52 ] [ 53 ]}

หลายประเทศกำลังพัฒนากระบวนการแปรรูปเชื้อเพลิงที่ไม่แยกพลูโทเนียมออกจากแอคติไนด์อื่นๆ ตัวอย่างเช่น กระบวนการแยกด้วยไฟฟ้าแบบ ไพโรเมทัลลurgical ที่ไม่ใช้น้ำ เมื่อใช้ในการแปรรูปเชื้อเพลิงจากเครื่องปฏิกรณ์เร็วแบบรวมจะเหลือแอคติไนด์กัมมันตรังสีจำนวนมากในเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์^{[ 13 ]}ระบบการแปรรูปเชื้อเพลิงแบบใช้น้ำทั่วไป ได้แก่ SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX และ TRUEX และข้อเสนอที่จะรวม PUREX เข้ากับระบบเหล่านี้และกระบวนการร่วมอื่นๆ ระบบเหล่านี้ทั้งหมดมีความต้านทานต่อการแพร่กระจายที่ดีกว่า PUREX ในระดับปานกลาง แม้ว่าอัตราการนำไปใช้จะต่ำก็ตาม^{[ 54 ] [ 55 ] [ 56 ]}

ในวัฏจักรทอเรียม ทอเรียม-232 จะเกิดขึ้นโดยการเปลี่ยนรูปเป็นโปรแทคติเนียม-233 ก่อน จากนั้นจึงสลายตัวเป็นยูเรเนียม-233 หากโปรแทคติเนียมยังคงอยู่ในเครื่องปฏิกรณ์ จะมีการผลิตยูเรเนียม-232 ในปริมาณเล็กน้อย ซึ่งมีธัลเลียม-208 ซึ่งเป็นตัวปล่อยรังสีแกมมาที่รุนแรง อยู่ในห่วงโซ่การสลายตัว คล้ายกับการออกแบบที่ใช้ยูเรเนียมเป็นเชื้อเพลิง ยิ่งเชื้อเพลิงและวัสดุที่สามารถสร้างไอโซโทปได้อยู่ในเครื่องปฏิกรณ์นานเท่าใด ธาตุที่ไม่พึงประสงค์เหล่านี้ก็จะยิ่งสะสมมากขึ้นเท่านั้น ในเครื่องปฏิกรณ์ทอเรียมเชิง พาณิชย์ที่คาดการณ์ไว้ จะอนุญาตให้ยูเรเนียม-232 สะสมในระดับสูง ซึ่งนำไปสู่ปริมาณรังสีแกมมาที่สูงมากจากยูเรเนียมใดๆ ที่ได้มาจากทอเรียม รังสีแกมมาเหล่านี้ทำให้การจัดการอาวุธอย่างปลอดภัยและการออกแบบอุปกรณ์อิเล็กทรอนิกส์มีความซับซ้อนมากขึ้น นี่คือเหตุผลว่าทำไมยูเรเนียม-233 จึงไม่เคยถูกนำไปใช้ในการผลิตอาวุธนอกเหนือจากการสาธิตการพิสูจน์แนวคิด^{[ 57 ]}

แม้ว่าวงจรทอเรียมอาจต้านทานการแพร่กระจายได้เมื่อพิจารณาถึงการสกัดยูเรเนียม-233 จากเชื้อเพลิง (เนื่องจากการมีอยู่ของยูเรเนียม-232) แต่ก็มีความเสี่ยงต่อการแพร่กระจายจากเส้นทางอื่นในการสกัดยูเรเนียม-233 ซึ่งเกี่ยวข้องกับการสกัดโปรแทคติเนียม-233 ทางเคมีและปล่อยให้สลายตัวเป็นยูเรเนียม-233 บริสุทธิ์ภายนอกเครื่องปฏิกรณ์ กระบวนการนี้เป็นการดำเนินการทางเคมีที่ชัดเจนซึ่งไม่จำเป็นสำหรับการทำงานปกติของการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์เหล่านี้ แต่สามารถเกิดขึ้นได้โดยปราศจากการกำกับดูแลขององค์กรต่างๆ เช่น องค์การพลังงานปรมาณูระหว่างประเทศ (IAEA) ดังนั้นจึงต้องป้องกันไว้^{[ 58 ]}

สหภาพโซเวียตได้สร้างเครื่องปฏิกรณ์แบบเร็วหลายชุด โดยชุดแรกใช้ปรอทเป็นตัวระบายความร้อนและใช้โลหะพลูโทเนียมเป็นเชื้อเพลิง ส่วนชุดต่อมาใช้โซเดียมเป็นตัวระบายความร้อนและใช้พลูโทเนียมออกไซด์เป็นเชื้อเพลิง BR-1 (ปี 1955) มีกำลัง 100 วัตต์ (ความร้อน) ตามมาด้วย BR-2 ที่มีกำลัง 100  กิโลวัตต์ และ BR-5 ที่มีกำลัง 5  เมกะวัตต์^{[ 50 ]} BOR-60 (เริ่มเดินเครื่องครั้งแรกในปี 1969) มีกำลัง 60  เมกะวัตต์ โดยเริ่มก่อสร้างในปี 1965 ^{[ 72 ]}

อินเดียได้พัฒนาเครื่องปฏิกรณ์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็ว (fast breeder reactor) ซึ่งเป็นส่วนหนึ่งของโครงการพลังงานนิวเคลียร์สามขั้นตอน เครื่องปฏิกรณ์ แบบเร่งปฏิกิริยาเร็วต้นแบบ (Prototype Fast Breeder Reactor: PFBR) ขนาด 500 เมกะวัตต์ที่Kalpakkamได้เริ่มเดินเครื่องครั้งแรกเมื่อวันที่ 6 เมษายน 2569 ^{[ 73 ] [ 74 ] [ 75 ]}ซึ่งถือเป็นก้าวสำคัญในโครงการเร่งปฏิกิริยาเร็วของอินเดีย โครงการนี้มีเป้าหมายที่จะใช้ทอเรียม-232 ที่สามารถผลิตยูเรเนียม-233 ที่สามารถแตกตัวได้ การที่อินเดียให้ความสำคัญกับทอเรียมนั้นเนื่องมาจากปริมาณสำรองทอเรียมในประเทศจำนวนมาก แม้ว่าทรัพยากรทอเรียมจะมีอยู่มากมายทั่วโลกก็ตาม

BHAVINIบริษัทพลังงานนิวเคลียร์ของอินเดีย ก่อตั้งขึ้นในปี 2546 เพื่อก่อสร้าง ติดตั้ง และดำเนินการ เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็วระยะที่สองทั้งหมดตามที่กำหนดไว้ในโครงการพลังงานนิวเคลียร์สามระยะของอินเดียเพื่อผลักดันแผนเหล่านี้ เครื่องปฏิกรณ์ FBR-600เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบสระน้ำระบายความร้อนด้วยโซเดียมที่มีกำลังการผลิต 600 เมกะวัตต์

เครื่องปฏิกรณ์เร็วทดลองของจีนเป็นต้นแบบขนาด 25  เมกะวัตต์ (e) สำหรับเครื่องปฏิกรณ์เร็วต้นแบบของจีนที่วางแผนไว้^{[ 76 ]}เริ่มผลิตกระแสไฟฟ้าในปี 2011 ^{[ 77 ]}จีนได้ริเริ่มโครงการวิจัยและพัฒนาเทคโนโลยีเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตความร้อนด้วยเกลือหลอมเหลวทอเรียม (เครื่องปฏิกรณ์ทอเรียมฟลูออไรด์เหลว) ซึ่งประกาศอย่างเป็นทางการใน การประชุมประจำปี ของสถาบันวิทยาศาสตร์แห่งประเทศจีนในปี 2011 เป้าหมายสูงสุดคือการวิจัยและพัฒนาระบบนิวเคลียร์เกลือหลอมเหลวที่ใช้ทอเรียมเป็นพื้นฐานในระยะเวลาประมาณ 20 ปี^{[ 78 ] [ 79 ]}

เกาหลีใต้กำลังพัฒนารูปแบบเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบฟลูอิดไดซ์เบด (FBR) แบบโมดูลาร์มาตรฐานสำหรับการส่งออก เพื่อเสริมรูปแบบเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำแรงดันสูง (PV) และ เครื่องปฏิกรณ์ นิวเคลียร์แบบแกนหมุน (CANDU)ที่ได้พัฒนาและสร้างขึ้นแล้ว แต่ยังไม่ได้ตัดสินใจที่จะสร้างต้นแบบ

รัสเซียมีแผนเพิ่มจำนวนเครื่องปฏิกรณ์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็วอย่างมีนัยสำคัญ เครื่องปฏิกรณ์ BN-800 (800  MWe) ที่เบโลยาร์สค์สร้างเสร็จในปี 2012 ซึ่งเป็นรุ่นต่อจากBN-600ที่ มีขนาดเล็กกว่า ^{[ 80 ]}และเริ่มผลิตพลังงานเต็มกำลังในปี 2016 ^{[ 81 ]}แผนการสร้างเครื่องปฏิกรณ์ BN-1200 ขนาดใหญ่กว่า (1,200  MWe) มีกำหนดแล้วเสร็จในปี 2018 และจะสร้างเครื่องปฏิกรณ์ BN-1200 เพิ่มอีกสองเครื่องภายในสิ้นปี 2030 ^{[ 82 ]}อย่างไรก็ตาม ในปี 2015 Rosenergoatomได้เลื่อนการก่อสร้างออกไปอย่างไม่มีกำหนด เพื่อให้สามารถปรับปรุงการออกแบบเชื้อเพลิงได้หลังจากได้รับประสบการณ์การใช้งานเครื่องปฏิกรณ์ BN-800 มากขึ้น และเนื่องจากความกังวลเรื่องต้นทุน^{[ 83 ]}

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบเร็วระบายความร้อนด้วยตะกั่วรุ่นทดลองBREST-300จะถูกสร้างขึ้นที่โรงงานเคมีไซบีเรียในเมืองเซเวอร์สค์แบบ BREST ( ภาษารัสเซีย: bystry reaktor so svintsovym teplonositelem , ภาษาอังกฤษ: fast reactor with lead coolant ) ถูกมองว่าเป็นรุ่นต่อจากเครื่องปฏิกรณ์ซีรีส์ BN และ หน่วยผลิตไฟฟ้าขนาด 300 เมกะวัตต์ที่โรงงานเคมีไซบีเรียนี้ อาจเป็นต้นแบบของ รุ่น 1,200 เมกะวัตต์สำหรับการใช้งานอย่างกว้างขวางในฐานะหน่วยผลิตไฟฟ้าเชิงพาณิชย์ โครงการพัฒนานี้เป็นส่วนหนึ่งของโครงการเทคโนโลยีนิวเคลียร์ขั้นสูงของรัฐบาลกลาง ปี 2010–2020 ซึ่งมุ่งใช้ประโยชน์จากเครื่องปฏิกรณ์แบบเร็วเพื่อเพิ่มประสิทธิภาพการใช้ยูเรเนียมในขณะที่ "เผาไหม้" สารกัมมันตรังสีที่ปกติจะถูกกำจัดเป็นขยะ แกนกลางของเครื่องจะมีขนาดเส้นผ่านศูนย์กลางประมาณ 2.3 เมตร สูง 1.1 เมตร และบรรจุเชื้อเพลิง 16 ตัน หน่วยนี้จะได้รับการเติมเชื้อเพลิงทุกปี โดยแต่ละส่วนประกอบของเชื้อเพลิงจะอยู่ในแกนกลางเป็นเวลาทั้งหมดห้าปี อุณหภูมิของสารหล่อเย็นตะกั่วจะอยู่ที่ประมาณ 540  °C ทำให้มีประสิทธิภาพสูงถึง 43% การผลิตความร้อนขั้นต้น 700  MWt ให้พลังงานไฟฟ้า 300  MWe อายุการใช้งานของหน่วยนี้อาจนานถึง 60 ปี คาดว่า NIKIET จะออกแบบแล้วเสร็จในปี 2014 เพื่อเริ่มก่อสร้างระหว่างปี 2016 ถึง 2020 ^{[ 84 ]} ภายในสิ้นปี 2024 หอระบายความร้อนได้ถูกสร้างขึ้น และเป้าหมายในการเริ่มดำเนินการคือปี 2026

ในปี พ.ศ. 2549 สหรัฐอเมริกา ฝรั่งเศส และญี่ปุ่นได้ลงนามใน "ข้อตกลง" เพื่อวิจัยและพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์เร็วระบายความร้อนด้วยโซเดียมเพื่อสนับสนุน ความร่วมมือ ด้านพลังงานนิวเคลียร์ระดับโลก^{[ 85 ]}ในปี พ.ศ. 2550 รัฐบาลญี่ปุ่นได้เลือกMitsubishi Heavy Industriesเป็น "บริษัทหลักในการพัฒนา FBR ในญี่ปุ่น" หลังจากนั้นไม่นานMitsubishi FBR Systemsก็ได้เปิดตัวเพื่อพัฒนาและจำหน่ายเทคโนโลยี FBR ในที่สุด^{[ 86 ]}

ในปี 2010 รัฐบาลฝรั่งเศสได้จัดสรรเงิน651.6 ล้าน ยูโร ให้กับCommissariat à l'énergie atomiqueเพื่อสรุปการออกแบบASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) ซึ่ง เป็นเครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่สี่ขนาด 600 เมกะวัตต์ โดยจะแล้วเสร็จในปี 2020 ^{[ 87 ] [ 88 ]}ณ ปี 2013สหราชอาณาจักรแสดงความสนใจใน เครื่องปฏิกรณ์ PRISMและกำลังทำงานร่วมกับฝรั่งเศสเพื่อพัฒนา ASTRID ในปี 2019 CEAประกาศว่าการออกแบบนี้จะไม่ถูกสร้างขึ้นก่อนกลางศตวรรษ^{[ 89 ]}

Kirk Sorensen อดีตนักวิทยาศาสตร์ของ NASA และหัวหน้านักเทคโนโลยีนิวเคลียร์ที่Teledyne Brown Engineeringเป็นผู้สนับสนุนวงจรเชื้อเพลิงทอเรียมและโดยเฉพาะอย่างยิ่งเครื่องปฏิกรณ์ทอเรียมฟลูออไรด์เหลวมานานแล้ว ในปี 2011 Sorensen ได้ก่อตั้ง Flibe Energy บริษัทที่มุ่งพัฒนา แบบจำลองเครื่องปฏิกรณ์ LFTR ขนาด 20–50 เมกะวัตต์เพื่อจ่ายพลังงานให้กับฐานทัพทหาร^{[ 90 ] [ 91 ] [ 92 ]}

ในเดือนตุลาคม พ.ศ. 2553 GE Hitachi Nuclear Energyได้ลงนามในบันทึกความเข้าใจกับผู้ดำเนินการของSavannah River Site ของ กระทรวงพลังงานสหรัฐฯ ซึ่งน่าจะอนุญาตให้สร้างโรงงานสาธิตโดยใช้เครื่องปฏิกรณ์แบบเร็ว S-PRISMของบริษัทก่อนที่การออกแบบจะได้รับการอนุมัติใบอนุญาตจากคณะกรรมการกำกับดูแลนิวเคลียร์ อย่างเต็มรูปแบบ ^{[ 93 ]}ในเดือนตุลาคม พ.ศ. 2554 The Independentรายงานว่าหน่วยงานกำจัดกากกัมมันตรังสีของสหราชอาณาจักร (NDA) และที่ปรึกษาอาวุโสภายในกระทรวงพลังงานและการเปลี่ยนแปลงสภาพภูมิอากาศ (DECC) ได้ขอรายละเอียดทางเทคนิคและทางการเงินของ PRISM ส่วนหนึ่งเป็นวิธีการลดปริมาณพลูโทเนียมในประเทศ^{[ 94 ]}

เครื่องปฏิกรณ์คลื่นเดินทาง (Traveling Wave Reactor หรือ TWR ) ที่เสนอในสิทธิบัตรของIntellectual Venturesเป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็ว (Fast Breeder Reactor) ที่ออกแบบมาให้ไม่ต้องแปรรูปเชื้อเพลิงตลอดอายุการใช้งานหลายสิบปี คลื่นการเผาไหม้ในดีไซน์ TWR ไม่ได้เคลื่อนที่จากปลายด้านหนึ่งของเครื่องปฏิกรณ์ไปยังอีกด้านหนึ่ง แต่ค่อยๆ เคลื่อนที่จากภายในสู่ภายนอก ยิ่งไปกว่านั้น เมื่อองค์ประกอบของเชื้อเพลิงเปลี่ยนแปลงไปผ่านกระบวนการแปรสภาพนิวเคลียร์ แท่งเชื้อเพลิงจะถูกจัดเรียงใหม่ภายในแกนกลางอย่างต่อเนื่องเพื่อเพิ่มประสิทธิภาพของฟลักซ์นิวตรอนและการใช้เชื้อเพลิง ณ จุดใดจุดหนึ่ง ดังนั้น แทนที่จะปล่อยให้คลื่นแพร่กระจายผ่านเชื้อเพลิง เชื้อเพลิงเองจะถูกเคลื่อนที่ผ่านคลื่นการเผาไหม้ที่ค่อนข้างคงที่ ซึ่งขัดแย้งกับรายงานของสื่อหลายฉบับที่ทำให้แนวคิดนี้เป็นที่นิยมในฐานะเครื่องปฏิกรณ์คล้ายเทียนที่มีบริเวณการเผาไหม้เคลื่อนที่ลงไปตามแท่งเชื้อเพลิง ด้วยการแทนที่โครงสร้างแกนกลางแบบคงที่ด้วยแกนกลางแบบ "คลื่นนิ่ง" หรือ "โซลิตอน" ที่มีการจัดการอย่างมีประสิทธิภาพ ดีไซน์ของ TerraPowerจึงหลีกเลี่ยงปัญหาการระบายความร้อนของบริเวณการเผาไหม้ที่มีความแปรปรวนสูง ภายใต้สถานการณ์นี้ การปรับโครงสร้างแท่งเชื้อเพลิงจะดำเนินการจากระยะไกลด้วยอุปกรณ์หุ่นยนต์ ภาชนะบรรจุยังคงปิดอยู่ระหว่างกระบวนการ และไม่มีการหยุดทำงานที่เกี่ยวข้อง^{[ 95 ]}